JPH031633B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH031633B2 JPH031633B2 JP59083784A JP8378484A JPH031633B2 JP H031633 B2 JPH031633 B2 JP H031633B2 JP 59083784 A JP59083784 A JP 59083784A JP 8378484 A JP8378484 A JP 8378484A JP H031633 B2 JPH031633 B2 JP H031633B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nozzle
- thermal sleeve
- pressure vessel
- reactor pressure
- cold water
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 22
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 4
- 238000000034 method Methods 0.000 description 4
- 230000035882 stress Effects 0.000 description 2
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 2
- 229910000975 Carbon steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010962 carbon steel Substances 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000003628 erosive effect Effects 0.000 description 1
- 229910001026 inconel Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 1
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 1
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 1
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 description 1
- 238000005493 welding type Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Pressure Vessels And Lids Thereof (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、原子炉圧力容器用ノズルに係り、特
に冷水注入を目的とするノズルの熱疲労防止に好
適で、しかも供用期間中にノズルコーナー部を検
査することが可能な原子炉圧力容器用ノズルに関
する。[Detailed Description of the Invention] [Field of Application of the Invention] The present invention relates to a nozzle for a nuclear reactor pressure vessel, and is particularly suitable for preventing thermal fatigue of a nozzle for the purpose of cold water injection. This invention relates to a nozzle for a nuclear reactor pressure vessel that can be inspected.
従来より、第２図の如く原子炉圧力容器１の給
水ノズル２には高温の炉水（289℃）に冷水（最
低10℃）を注入する際、ノズル本体に発生する熱
応力からノズルを保護するためにサーマルスリー
ブ３が取り付けられている。
Conventionally, as shown in Figure 2, the water supply nozzle 2 of the reactor pressure vessel 1 has been protected from thermal stress generated in the nozzle body when cold water (minimum 10°C) is injected into high-temperature reactor water (289°C). A thermal sleeve 3 is attached for this purpose.
従来のサーマルスリーブには第３図の如く、単
にノズル２内にサーマルスリーブ３を差し込むだ
けの方式が採用されていたが、この方式では、冷
水注入の際サーマルスリーブ３が収縮する為ノズ
ルとサーマルスリーブとの差込部にすきまが生
じ、このすきまから冷水が矢印Ａ，Ｂ，Ｃの如く
洩れ、これがノズルコーナーＤ付近で高温の炉水
とまじりあうため応力的に厳しいノズルコーナー
部分で、高サイクル温度変動を生じせしめる恐れ
があつた。差込型サーマルスリーブにはノズル〜
サーマルスリーブの取付部分に0.2〜0.5mm程度の
しめしろを与え、すきまを微少にする方式も考え
られているが、冷水注入時のサーマルスリーブ収
縮は防止できず、冷水のリークは生じうる。 As shown in Figure 3, conventional thermal sleeves employ a method in which the thermal sleeve 3 is simply inserted into the nozzle 2, but with this method, the thermal sleeve 3 contracts when cold water is injected, so the nozzle and thermal A gap is created at the insertion part with the sleeve, and cold water leaks from this gap as shown by arrows A, B, and C. This mixes with high-temperature reactor water near nozzle corner D, causing high stress at the nozzle corner where stress is severe. There was a risk that cycle temperature fluctuations would occur. Nozzle for plug-in thermal sleeve
A method has been considered to minimize the gap by providing an interference of about 0.2 to 0.5 mm at the mounting part of the thermal sleeve, but this does not prevent the thermal sleeve from shrinking when cold water is injected, and cold water may leak.
尚、差込型サーマルスリーブ３はインコネル、
あるいはステンレス製であるが、ノズル２本体側
が炭素鋼製であることから、ノズル側金属の腐
食、エロージヨン等による、経年劣化が考えら
れ、取付部のすきまが徐々に増加することによる
冷水リークの増加が考えられることや、しめしろ
を与えたはずのサーマルスリーブ３に、運転中の
熱サイクルを受けることによつてへたりが生じ、
しめしろを維持できなくなることも心配されてい
る。 In addition, the plug-in thermal sleeve 3 is made of Inconel,
Or, although it is made of stainless steel, since the nozzle 2 main body side is made of carbon steel, it is possible that the metal on the nozzle side deteriorates over time due to corrosion, erosion, etc., and an increase in cold water leakage due to the gradual increase in the clearance at the mounting part. In addition, the thermal sleeve 3, which should have provided an interference, may become weakened due to the heat cycle during operation.
There are also concerns that the interference will not be maintained.
最近では、これらの冷水リークを防止するため
第４図の如くノズル２に溶接部Ｅでサーマルスリ
ーブ３を固定し、さらにスパージヤ５を溶接でサ
ーマルスリーブ３に固定した溶接タイプサーマル
スリーブが採用されており、この方式によれば、
冷水のリークは生じない。しかし、上記溶接タイ
プサーマルスリーブにおいては、構造上スパージ
ヤ５を引き抜くことは出来ないため、供用期間中
において、ノズルコーナー部全域を検査すること
が出来なかつた。 Recently, in order to prevent these cold water leaks, a welded type thermal sleeve has been adopted in which a thermal sleeve 3 is fixed to the nozzle 2 at a welded part E as shown in Fig. 4, and a spargeer 5 is further fixed to the thermal sleeve 3 by welding. According to this method,
No cold water leaks occur. However, in the above-mentioned welding type thermal sleeve, since the spargeer 5 cannot be pulled out due to its structure, it has not been possible to inspect the entire nozzle corner portion during the service period.
よつて、冷水リークの発生する恐れがなく、原
子炉圧力容器ノズル部の熱疲労を防止することが
可能で、しかも、供用期間中においてノズルコー
ナー部全体を検査することが可能なノズル構造の
開発が望まれていた。 Therefore, it is necessary to develop a nozzle structure that is free from the risk of cold water leakage, is capable of preventing thermal fatigue of the reactor pressure vessel nozzle section, and is also capable of inspecting the entire nozzle corner section during its service life. was desired.
本発明の目的は、原子炉圧力容器ノズルコーナ
ー、ノズル内面の熱疲労を防止し、しかも、供用
期間中にノズルを容易に検査することが可能な安
全性の高い原子炉圧力容器ノズルを提供すること
にある。
An object of the present invention is to provide a highly safe nuclear reactor pressure vessel nozzle that prevents thermal fatigue of the reactor pressure vessel nozzle corners and the inner surface of the nozzle, and allows the nozzle to be easily inspected during its service life. There is a particular thing.
本発明は、サーマルスリーブをノズル内側に備
え、前記サーマルスリーブにスパージヤを連通し
て成る原子炉圧力容器用ノズルにおいて、前記サ
ーマルスリーブと前記ノズル本体との間に外側サ
ーマルスリーブを備え、前記外側サーマルスリー
ブにカラーを移動自在にはめ合せて設け、前記サ
ーマルスリーブに前記スパージヤをしまりばめに
てはめ合せて連通接続したことを特徴とした原子
炉圧力容器用ノズルであつて、万一サーマルスリ
ーブから冷水リークがあつても外側サーマルスリ
ーブとカラーとでノズルへの冷水リークの接触を
防ぎ、検査時はカラーを移動させるとともにスパ
ージヤを取りはずしてノズルコーナー部近辺の検
査作業空間を広く確保することのできるものであ
る。
The present invention provides a nozzle for a nuclear reactor pressure vessel comprising a thermal sleeve inside the nozzle and a spargeer communicating with the thermal sleeve, further comprising an outer thermal sleeve between the thermal sleeve and the nozzle body, A nozzle for a nuclear reactor pressure vessel, characterized in that a collar is movably fitted into a sleeve, and the spargeer is fitted into the thermal sleeve and connected for communication, in the event that the thermal sleeve Even if there is a cold water leak, the outer thermal sleeve and collar prevent the cold water from coming into contact with the nozzle, and during inspection, the collar can be moved and the spargeer can be removed to ensure a wide inspection work space near the nozzle corner. It is something.
以下に本発明の一実施例を第１図に基づいて説
明する。
An embodiment of the present invention will be described below with reference to FIG.
原子炉圧力容器のノズル２の内側に配置したサ
ーマルスリーブ３は溶接部Ｅによつてノズル２と
一体に接合される。サーマルスリーブ３とノズル
２との間に配置された外側サーマルスリーブ４が
ノズル２に対して溶接部Ｆで一体に接合される。 A thermal sleeve 3 disposed inside the nozzle 2 of the reactor pressure vessel is integrally joined to the nozzle 2 by a weld E. An outer thermal sleeve 4 disposed between the thermal sleeve 3 and the nozzle 2 is integrally joined to the nozzle 2 at a weld F.
外側サーマルスリーブ４の外周面には筒状のカ
ラー６がスリツプフイツト構造となるようにすき
まばめにてはめ合せてある。カラー６とサーマル
スリーブ３とはストツパーピン７により連結され
て、カラー６が自由にスライドせぬように配慮さ
れている。 A cylindrical collar 6 is fitted onto the outer peripheral surface of the outer thermal sleeve 4 with a clearance fit to form a slip-fit structure. The collar 6 and the thermal sleeve 3 are connected by a stopper pin 7 to prevent the collar 6 from freely sliding.
サーマルスリーブ３内にはスパージヤ５がしま
りばめによつてはめ合せて接合してある。 A spargeer 5 is connected within the thermal sleeve 3 by an interference fit.
本実施例において、サーマルスリーブ３から冷
水がリークしたとしても、そのリーク冷水が外側
サーマルスリーブ４やカラー６によつてノズル２
と直接接触することが防止される。同様に、サー
マルスリーブ３とスパージヤ５とのはめ合せ取合
部から冷水がリークした場合も、そのリーク冷水
はカラー６によつてノズル２に直接接触すること
が防止される。このように、サーマルスリーブ３
とスパージヤ５との取合いをはめ合せにした場合
でもノズル２への冷水リークの直接接触が防止で
きる。 In this embodiment, even if cold water leaks from the thermal sleeve 3, the leaked cold water is transferred to the nozzle 2 by the outer thermal sleeve 4 and collar 6.
direct contact with is prevented. Similarly, even if cold water leaks from the fitting joint between the thermal sleeve 3 and the spargeer 5, the collar 6 prevents the leaked cold water from coming into direct contact with the nozzle 2. In this way, thermal sleeve 3
Even when the spargeer 5 and the spargeer 5 are fitted together, direct contact of cold water leakage to the nozzle 2 can be prevented.
次に、ノズルコーナー部Ｄ近辺を検査する場合
には、スパージヤ５を、しまりばめ部に高水圧を
かけることによつて、引き抜く。この引き抜きに
先だつて、ストツパーピン７を抜き去つて、カラ
ー６を左側へ押し込み移動させておく。このよう
にすれば、ノズルコーナー部Ｄ近辺の検査作業空
間が広く取れ上、ノズル内側方向の領域も検査し
易い状態となる。 Next, when inspecting the vicinity of the nozzle corner portion D, the spargeer 5 is pulled out by applying high water pressure to the tight fit portion. Prior to this pulling out, the stopper pin 7 is removed and the collar 6 is pushed and moved to the left. In this way, the inspection work space near the nozzle corner portion D can be widened, and the area toward the inside of the nozzle can also be easily inspected.
以上の如く、本発明によれば、ノズルコーナー
部へのリーク水の直接接触を防止できる上に、ノ
ズルコーナー部の検査し易い状態を得られるよう
になつたので、ノズル内面やノズルコーナー部の
熱疲労を防止し、しかもノズルの検査が容易に実
施し得る原子炉圧力容器のノズルを提供できると
いう効果が得られる。
As described above, according to the present invention, not only can leak water be prevented from coming into direct contact with the nozzle corner, but also the nozzle corner can be easily inspected. It is possible to provide a nozzle for a nuclear reactor pressure vessel that prevents thermal fatigue and allows easy inspection of the nozzle.
第１図は本発明の一実施例による原子炉圧力容
器用ノズル部の縦断面図、第２図は原子炉圧力容
器の縦断面図、第３図は従来の原子炉圧力容器用
ノズル部の縦断面図、第４図は他の従来の原子炉
圧力容器用ノズル部の縦断面図である。
１……原子炉圧力容器、２……ノズル、３……
サーマルスリーブ、４……外側サーマルスリー
ブ、５……スパージヤ、６……カラー、Ｄ……ノ
ズルコーナー部、Ｅ，Ｆ……溶接部。
FIG. 1 is a longitudinal sectional view of a nozzle part for a reactor pressure vessel according to an embodiment of the present invention, FIG. 2 is a longitudinal sectional view of the reactor pressure vessel, and FIG. 3 is a longitudinal sectional view of a conventional nozzle part for a reactor pressure vessel. FIG. 4 is a longitudinal sectional view of another conventional nozzle section for a nuclear reactor pressure vessel. 1... Reactor pressure vessel, 2... Nozzle, 3...
Thermal sleeve, 4... Outer thermal sleeve, 5... Spargeer, 6... Collar, D... Nozzle corner section, E, F... Welding section.
Claims (1)
サーマルスリーブにスパージヤを連通して成る原
子炉圧力容器用ノズルにおいて、前記サーマルス
リーブと前記ノズル本体との間に外側サーマルス
リーブを備え、前記外側サーマルスリーブにカラ
ーを移動自在にはめ合せて設け、前記サーマルス
リーブに前記スパージヤをしまりばめにてはめ合
せて連通接続したことを特徴とした原子炉圧力容
器用ノズル。1. A nozzle for a nuclear reactor pressure vessel comprising a thermal sleeve inside the nozzle and a spargeer communicating with the thermal sleeve, wherein an outer thermal sleeve is provided between the thermal sleeve and the nozzle body, and a collar is provided on the outer thermal sleeve. A nozzle for a nuclear reactor pressure vessel, characterized in that the thermal sleeve and the spargeer are fitted together in a movable manner, and the spargear is fitted into the thermal sleeve and connected for communication.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59083784A JPS60228995A (en) | 1984-04-27 | 1984-04-27 | Nozzle for pressure vessel of nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59083784A JPS60228995A (en) | 1984-04-27 | 1984-04-27 | Nozzle for pressure vessel of nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60228995A JPS60228995A (en) | 1985-11-14 |
| JPH031633B2 true JPH031633B2 (en) | 1991-01-11 |
Family
ID=13812256
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59083784A Granted JPS60228995A (en) | 1984-04-27 | 1984-04-27 | Nozzle for pressure vessel of nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60228995A (en) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5070302A (en) * | 1989-09-05 | 1991-12-03 | Eastman Kodak Company | Capacitance probe for measuring a width of a clearance between parts |
-
1984
- 1984-04-27 JP JP59083784A patent/JPS60228995A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS60228995A (en) | 1985-11-14 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5785361A (en) | Feedwater nozzle thermal sleeve | |
| US4348041A (en) | Butt welded tubular structure of austenite stainless steel | |
| US5345484A (en) | Feedwater nozzle and method of repair | |
| US2849387A (en) | Corrosion resistant jacketed metal body | |
| JPH031633B2 (en) | ||
| US3807772A (en) | Device for providing a tight seal between two fluids at different temperatures | |
| KR20180006108A (en) | Maintenance method for welding part of small pipe for nuclear reactor | |
| US2335153A (en) | Glass-lined head for tanks | |
| JPS6180094A (en) | Wedling thermal sleeve | |
| JPH0139077B2 (en) | ||
| JPH018792Y2 (en) | ||
| JPS6346388B2 (en) | ||
| JPH0220828Y2 (en) | ||
| CN117226357A (en) | Novel welded structure temperature regulator | |
| JPS6118157B2 (en) | ||
| SE8401021L (en) | Procedure for relieving welding stress | |
| JPS5912394A (en) | Nozzle for pressure vessel with baffle plate | |
| EP0681301A1 (en) | Feedwater nozzle and method of repair | |
| JPH08129090A (en) | End plug of fuel rod and welding method thereof | |
| JPH105629A (en) | Thermal stress relieving nozzle | |
| JP3626358B2 (en) | Tube stabilization method and stabilized tube | |
| JPH07146391A (en) | Nuclear-reactor pressure container of nuclear power plant | |
| Tsutsui et al. | Stress Corrosion Cracking in Hot Water Tank of Type 304 Steel caused from a Weld Defect | |
| JPS6310558Y2 (en) | ||
| JPS60165594A (en) | Nozzle for pressure vessel of reactor |